小型钠冷快堆装料方案研究

由中国原子能科学研究院设计的小型模块化钠冷快堆(简称M1),热功率为3 MW,作为一种封装核电源,采用模块化设计,在工厂进行装料,然后运输到厂址进行安装。考虑到工厂装料的特殊性和钠活泼的化学性质,采用一种新的装料模式——先装料后充钠。通过MCNP程序模拟计算,结果表明:根据M1的装料原则和核测系统,5批装料方案是合理的,同时充钠过程中堆内两个微型裂变电离室也可监测堆芯keff的变化。最终形成一套完备的小型钠冷快堆工厂装料方案,为其他小堆的装料提供启发和指导意义。     

小型模块化钠冷快堆非能动余热排出系统分析研究

针对小型钠冷快堆模块化设计需求,提出了一种利用安全壳内空气自然循环将堆芯余热导入大气最终热阱的非能动余热排出系统方案。通过理论计算并结合系统分析程序RELAP5,对非能动余热排出系统进行建模,分析系统方案的可行性。结果显示：保守假设条件下,在钠装载量为2000 kg工况时,非能动余热排出系统功率在16.88 kW以上可保证堆芯燃料温度不超过安全限值。RELAP5计算结果表明,本文提出的非能动余热排出系统方案冷却功率大于所需最小功率,能满足小型钠冷快堆设计需求。     

小型模块化钠冷快堆非能动余热排出系统分析研究

针对小型钠冷快堆模块化设计需求,提出了一种利用安全壳内空气自然循环将堆芯余热导入大气最终热阱的非能动余热排出系统方案。通过理论计算并结合系统分析程序RELAP5,对非能动余热排出系统进行建模,分析系统方案的可行性。结果显示:保守假设条件下,在钠装载量为2 000 kg工况时,非能动余热排出系统功率在16.88 kW以上可保证堆芯燃料温度不超过安全限值。RELAP5计算结果表明,本文提出的非能动余热排出系统方案冷却功率大于所需最小功率,能满足小型钠冷快堆设计需求。     

氢化锆用于小型钠冷快堆屏蔽的初步研究

正在我国小型钠冷快堆(SSFR)的屏蔽设计中,参照目前已建或在建的钠冷快堆的屏蔽设计,堆侧采用碳化硼和不锈钢屏蔽,厚度为101cm。但SSFR是具有可移动性的反应堆系统,屏蔽空间有限。目前的屏蔽设计方案中占用的屏蔽空间较大,需优化屏蔽设计,减小SSFR堆侧屏蔽的厚     

美国麻省理工提出一种新型浮动式核电厂概念

正世界核新闻网站2014年4月16日报道在美国机械工程师协会(ASME)于2014年4月中旬在华盛顿特区举办的小型模块堆研讨会上,美国麻省理工学院(MIT)提出了一种新型浮动式核电厂概念。这种新型核电厂将建在一个与石油行业使用的海上钻井平台类似的平台上。目前全球仅有一座浮动式核电厂正在建设之中,即俄罗斯的"罗蒙诺索夫院士"     

美韩合作开展原型钠冷块堆研究

正【世界核新闻网站2014年8月27日报道】2014年8月25日,美国阿贡国家实验室(ANL)主任Peter Littlewood和韩国原子能研究所(KAERI)所长Jong Kyung Kim签署了一份合作备忘录。根据这份备忘录,双方将在核科学技术领域开展广泛的技术合作,其中的核心是阿贡将为韩研研发属于第四代反应堆技术的原型钠冷快堆提供支持。韩研计划到2028年建成一座150 MWe的原型钠冷快堆。未来,阿贡将支持韩研开展原型钠冷快堆的反应堆系统研究。双方的目标是到     

大型钠冷快堆设备鉴定特点及分析

本文首先从法规层面指出实施大型钠冷快堆设备鉴定的必要性;其次,通过鉴定标准、设备特点、环境条件、鉴定技术以及试验设施等方面的对比,阐述了大型钠冷快堆与压水堆设备鉴定之间的差异性;针对两者存在的差异性,以及中国实验快堆建设过程中设备鉴定技术积累的有限性,从鉴定标准体系建立、钠环境设备失效机理研究、大型堆容器抗震试验研究、钠环境试验设施研究以及大型钠冷快堆设备鉴定数据库建构等方面进行了分析,并给出了建议。     

钠冷快堆丧失蒸汽发生器模块后的最佳工况研究

钠冷快堆通过采用模块式蒸汽发生器的设计方案以提高核电厂的负荷因子。核电厂运行中若发生丧失蒸汽发生器模块事件,核电厂工况将发生变化,应进行适当的调节,调节的目标工况可通过设计与研究给出。本工作对某典型池式钠冷快堆丧失1个蒸汽发生器模块后的最佳工况进行研究,主要研究内容包括对其主热传输系统进行建模,开展主热参数匹配计算,根据相关运行限值来筛选方案并分析关键参数,最终给出较为合适的运行工况。本工作为钠冷快堆在丧失蒸汽发生器模块后的工况设计提供了重要依据。     

金属氢化物在小型钠冷快堆屏蔽设计中的应用

为评估金属氢化物（氢化锂、氢化钛和氢化锆）在小型钠冷快堆中的屏蔽性能,使用一维离散纵标法（ANISN程序）模拟计算了屏蔽材料在小型钠冷快堆能谱下的屏蔽特性。屏蔽计算结果表明：氢化锂、氢化钛和氢化锆具有很好的屏蔽性能;将氢化锂与不锈钢、氢化钛或氢化锆与碳化硼混合,可改善这些金属氢化物的屏蔽性能。混合材料用于小型钠冷快堆的屏蔽,可显著减少反应堆系统的重量和体积。     

国外超声成像技术在钠冷快堆中的应用研究

发展超声成像技术应用于钠冷快堆,对于提高反应堆安全具有重要意义。为此,国外多个国家开展了钠下超声成像技术的相关研究。本文通过对国外超声成像技术在钠冷快堆中的应用论证,以及钠回路实验台架的实验数据的介绍和研究,描述并分析了该技术在国外的研发进展和设计中的关键性因素,从而得出钠冷快堆中运用超声成像系统技术的可行性和一些亟待解决的问题。     

ACP100S浮动核电站总体设计及验证

浮动核电站是利用浮动平台建造的可移动的核电站,从电功率分级上划分属于小型反应堆,可用于发电、淡化海水、供热,能满足区域供电、区域供热、海上石油开采、偏远地区、孤岛等特殊需要。本文在分析目前浮动核电站发展形式及其特点、优势基础上,提出了中核集团ACP100S浮动核电站方案,分析ACP100S设计原则、技术特点、设计参数、总体技术方案、试验和验证以及示范工程进展情况。      

铅铋合金系统氧控旁路性能数值研究

为研究通过固态氧控有效调节铅铋合金（LBE）系统氧浓度的方法,本文通过修正液态LBE腐蚀经验公式,结合氧化铅（PbO）溶解模型,基于集总参数法并使用FORTRAN语言自编程序计算LBE系统氧浓度;据此研究主回路流量、质量交换器（MX）内温度、PbO装量对自主设计的小型LBE系统的MX供氧性能的影响;初步建立MX设计准则,获得一定约束条件下MX供氧性能及其氧控旁路设计参数。本研究可为LBE系统氧控旁路的设计和计算提供参考,同时提供一种高效求解LBE系统瞬态氧浓度和腐蚀的计算方法,为建立氧浓度模型预测系统提供新思路。      

Core performance tests for the JOYO MK-III upgrade

Many changes were made in the recent upgrade of the experimental fast reactor JOYO to the MK-III design. The core changes which were made to achieve a four-fold increase in irradiation capacity includes the introduction of a second enrichment zone, an increase in core radius and a decrease in core height. Performance tests done at low power, during the rise to power, and at full power, which focus on the neutronics characteristics, are presented. These tests include the nuclear instrumentation system response, the approach to criticality and excess reactivity evaluation, control rod worth calibrations, isothermal temperature coefficient evaluation, the calibration of the nuclear instrumentation system with reactor thermal power, and the burn-up reactivity coefficient. The measurements and comparisons with calculated predictions are shown. The design predictions are consistent with the performance test results, and all technical safety specifications are satisfied. The JOYO MK-III core will provide enhanced irradiation testing capability, as well as serve as a test bed for improving fast reactor operation, performance, and safety. Through the performance test evaluation, the core characteristics of a small size sodium cooled fast reactor with a hard neutron spectrum are clarified.     

池式钠冷快堆双层容器泄漏事故序列研究

钠冷快堆是第4代反应堆中的优选堆型,具有安全性高的特点。池式钠冷快堆的双层容器泄漏会导致一回路钠泄漏并发生严重事故。本文采用概率安全分析方法分析池式钠冷快堆双层容器泄漏事故,包括事故的确定论分析及放射性释放路径分析以及池式钠冷快堆双层容器泄漏的事故序列及定量化。结果表明,池式钠冷快堆双层容器泄漏事故后正常通风开启情况下可能发生大量放射性释放。双层容器泄漏导致的大量放射性释放频率为1.07×10^-11（堆•年）^-1,双层容器泄漏事故中大量放射性释放占比为0.1%。     

快堆核电厂热力系统加热器设计方案热经济性分析

核电厂热力系统设计需在保证安全性的前提下尽量提高经济性。经济性的影响因素较多,包括技术成熟度、设备成熟度以及系统热经济性等。为了从热经济性的角度确定最优的快堆核电厂热力系统加热器配置,以俄方800 MW钠冷快堆热力系统为参考,基于热平衡分析法建立了适用于快堆核电厂的加热器、立式汽水分离再热器等设备的热力分析模型,进而开发了快堆核电厂热力系统热经济性分析程序,利用俄方设计计算值进行了程序验证。利用新开发的程序研究了不同加热器布置方案、给水焓升分配方案,确定了等焓降分配法的给水焓升分配方案热经济性最好。     

论解决核电安全问题的途径

从现有水冷反应堆核电厂存在堆芯熔化危险这一安全问题的焦点出发,分析了改进型反应堆AP-600、SIR、非能动安全反应堆PIUS和具有固有安全的模块高温气冷堆MHTGR等的安全特性.按照下一代水冷反应堆的设计要求和用户要求,提出了解决水堆核电厂安全问题的新概念——自安全铀氢锆反应堆,该堆型可能成为世界水堆核电发展的一个方问。中国核动力研究设计院正在探讨这种堆型。     

钠冷行波堆和驻波堆堆芯特性对比分析

采用自开发的MCNP-ORIGEN耦合程序MCORE对所设计的钠冷行波堆和驻波堆开展中子学和燃耗分析;基于MCORE获得的功率分布,采用自开发的钠冷快堆堆芯稳态热工水力分析程序SAST对钠冷行波堆和驻波堆堆芯开展热工水力分析。对比钠冷行波堆和驻波堆的堆芯物理特性和热工水力特性,结果表明：驻波堆在燃耗、最高包壳和燃料芯块温度方面具有优势,而行波堆在反应性波动和堆芯冷却剂出口温度均匀性方面具有优势。     

浮动核电站设计中的安全准则研究

浮动核电站作为船海工程与核电工程的结合,属于核能工程的新领域,国内尚缺少相应的安全设计准则。结合海洋核动力平台示范工程实际设计需求,基于对陆上压水堆核电厂、海上移动式平台、核动力舰船规范的分析,从浮动核电站总体设计、平台设计以及核安全3个层面分别提出了相应的安全设计准则。研究表明,浮动核电站的安全设计应围绕3项基本安全功能进行;平台设计应考虑布置、结构、辅助系统、电力、通信、消防6个因素;核安全设计应充分考虑其孤岛运行和海洋应用场景对核动力装置系统设备设计、运行的制约影响。